Reactor de fisión nuclear

En ingeniería nuclear, un reactor de fisión nuclear es un tipo de reactor nuclear capaz de gestionar una reacción en cadena de fisión nuclear de forma controlada [1] (a diferencia de un dispositivo nuclear ) a partir de material fisible , con el fin de producir electricidad gracias al calor liberado . durante la fisión. Esto es lo que sucede en las centrales nucleares , que pueden contener varios reactores nucleares en el mismo sitio.

Hay reactores de fisión con fines de investigación, en los que la potencia térmica es demasiado baja para justificar la explotación a través de un ciclo termodinámico para la producción eléctrica , y reactores de potencia, utilizados por las centrales nucleares, en los que se aprovecha, por ejemplo, la energía térmica producida por el reactor . vaporizar agua , cuya energía dinámica termofluida se convierte primero en energía mecánica mediante el uso de turbinas de vapor saturado ( ciclo Rankine ) y finalmente en energía eléctrica mediante alternadores . También se han probado y planificado otros ciclos termodinámicos, incluido el ciclo Brayton , para algunos usos futuros .

Históricamente, este es el primer tipo de reactor nuclear diseñado y construido y la primera forma de aplicación civil de la energía nuclear . En la actualidad, todos los reactores nucleares comerciales se basan en el proceso de fisión nuclear , mientras que los de fusión aún se encuentran en fase de estudio.

Historia

Los primeros 16 reactores de fisión nuclear natural conocidos se volvieron críticos (es decir, "encendidos") hace unos 1.700 millones de años. [2] En Gabón [3] se encontraron minerales de uranio con una concentración anormalmente baja de 235 U en las minas de 3 Oklo ; el fenómeno se explica, también gracias al descubrimiento de productos de fisión, con presencia natural de concentraciones de 235 U en torno al 3%, dispuestas de forma que constituyen una masa crítica y con presencia de agua líquida. Hoy esto ya no es posible debido a la descomposición más rápida del 235 U en comparación con el 238 U, cuya concentración ahora es mucho más baja en todas partes, alrededor del 0,7%.

Históricamente, sin embargo, el primer reactor nuclear construido por humanos fue el experimental-demostrativo construido por el equipo de Enrico Fermi en Chicago , en el reactor CP-1 ( Chicago Pile-1 ) en el que el 2 de diciembre de 1942 se produjo la primera reacción en cadena controlada . fue obtenido y autosuficiente. Casi simultáneamente se instaló en el laboratorio MetLab la planta piloto X-10 (crítica en 1943) y en Hanford el B-reactor (crítico en septiembre de 1944), ambos destinados a la producción de plutonio , el primero como unidad piloto y el segundo para la producción a gran escala.

En diciembre de 1954 el reactor de Obninsk en la URSS entró en estado crítico y fue el primer reactor nuclear de uso civil; produjo solo 5 MW de electricidad, pero sin embargo fue un precursor. Como los sucesores de la industria soviética, se trataba de un reactor agua - grafito en el que el enfriamiento del núcleo estaba asegurado por agua ligera y la moderación de los neutrones por bloques de grafito, excelente conductor del calor así como eficaz moderador de la el flujo de neutrones

En 1954 el reactor BORAX (Borax-I) se volvió crítico, pero al no tener turbinas no producía electricidad. Tras la incorporación de las turbinas y el cambio de nombre a Borax-II en 1955 comenzó a producir electricidad comercialmente, abasteciendo a la localidad que lo albergaba ( Arco , Idaho , EE . UU .), aunque en pequeñas cantidades (6,4 MW). El bórax, a diferencia de su predecesor Obninsk-1 y su sucesor Calder Hall, era del tipo BWR ( reactor de agua en ebullición ) en el que el fluido refrigerante es agua ligera con cambio de fase. Finalmente, en 1956 se puso en marcha el primer reactor comercial de gran potencia (50 MW), por tanto económicamente significativo, el de Calder Hall en Cumbria, Reino Unido , del tipo gas-grafito.

En Italia, el primer reactor nuclear llamado Avogadro RS-1 fue construido en Saluggia en 1959 por un grupo de empresas privadas del que Fiat era el líder y también incluía a Montecatini; era un reactor de investigación tipo piscina, se utilizó principalmente con fines experimentales y nunca se conectó a la red eléctrica nacional, su operación se detuvo en 1971 y luego se transformó en un depósito de elementos de combustible nuclear irradiado [4]

La primera central eléctrica italiana para la producción de electricidad (nuevamente del tipo GEC-Magnox gas-grafito, comprada a Inglaterra) fue la de Latina , crítica el 27 de diciembre de 1962 y que produjo 153 MWe (megavatios eléctricos), seguida de la de Garigliano (1963), del tipo BWR General Electric de doble ciclo , de 150 MW y de la de Trino Vercellese (1964), del tipo PWR Westinghouse, de 260 MW e . [5]
El OIEA a 31 de diciembre de 2009 enumeraba 443 reactores de fisión nuclear en funcionamiento y 56 en construcción destinados a la producción de energía, principalmente en el Este (China, India, Rusia, Corea), mientras que otros 142 están planificados y 327 propuestos. [6] [7]

Descripción

Básicamente, a nivel lógico-funcional, un reactor nuclear no es más que una tecnología concebida y desarrollada para explotar, con fines energéticos, la reacción de fisión nuclear por parte de un combustible nuclear de forma controlada, garantizando así unos niveles o estándares de seguridad.

Por lo tanto, la fuente de energía del reactor es el combustible presente en el núcleo del reactor o núcleo, compuesto de material fisionable (típicamente una mezcla de 235 U y 238 U), enriquecido hasta un 5% en 235 U. Entonces es posible utilizar el Combustible MOX que es una mezcla de óxidos de uranio y plutonio , o uranio natural. Para el segundo combustible se deben realizar modificaciones en el reactor, mientras que para los reactores de uranio natural se debe utilizar agua pesada o grafito como moderador .

Para ralentizar los neutrones y termalizarlos, es decir, ralentizarlos a una energía cinética inferior a eV y así aumentar la probabilidad de fisionar el combustible, según la propia física de la reacción, es necesario utilizar un moderador .

La fisión del núcleo de combustible genera energía, principalmente en forma de energía cinética de los fragmentos de fisión y de rayos gamma . Los fragmentos de fisión que se ralentizan en el combustible generan calor que es extraído por un fluido refrigerante caloportador (gaseoso o líquido, o que sufre un cambio de fase en el proceso) que lo transporta a un usuario , directa o indirectamente por medio de generadores de vapor. , casi siempre una unidad turbo-alternador para la producción de electricidad en la parte termoeléctrica de la central nuclear . El portador de calor del refrigerante también puede ser el propio moderador, como es el caso de los reactores de agua ligera.

El reactor alcanza la denominada condición crítica o tiene una masa crítica tal que la reacción de fisión en cadena puede sostenerse de manera estable.

El reactor dispone también de las denominadas barras de control , es decir, barras metálicas (generalmente aleaciones de plata , cadmio e indio o carburos de boro ) aptas para absorber el exceso de neutrones liberados por la reacción que a su vez alimentan; se pueden insertar en el núcleo y se utilizan para modular según la potencia energética a generar, para mantener bajo control y eventualmente detener la reacción en cadena de fisión en caso de criticidad. Esto evita, por ejemplo, que la reacción se descontrole con la liberación de enormes cantidades de energía que pueden conducir a la llamada fusión del núcleo (parcial o total) para temperaturas muy altas, a la falla posterior de las distintas capas de contención. del reactor incapaz de resistir mecánicamente estos niveles de temperatura con dispersión del material radiactivo en el medio ambiente , y/o la producción de gases explosivos como el hidrógeno con la consiguiente posible explosión del propio reactor y gravísimas consecuencias para la seguridad pública por impacto directo difusión de grandes cantidades de material altamente radiactivo y niveles de radiación igualmente dañinos (ver accidente nuclear ).

A menudo, incluso cuando el reactor está parado, el flujo del fluido caloportador refrigerante debe continuar para bajar la temperatura del reactor y continuar disipando el calor residual producido por la radiactividad del material combustible, evitando nuevamente los problemas de sobrecalentamiento mencionados anteriormente.

En cualquier caso, cada tipo de reactor tiene específicamente, en función de su diseño y construcción, sus características en términos de seguridad (típicamente un reactor tiene una o más capas de contención externas), costes y eficiencia.

El consumo progresivo de combustible nuclear en el núcleo implica la formación de material de desecho también llamado residuo o producto de fisión en desuso para la propia fisión y a su vez radiactivo (los conocidos residuos nucleares ) y que por tanto deben ser retirados de alguna forma periódicamente del reactor y posteriormente eliminado.

Clasificación

El "Power Reactor Information System" (PRIS) y el "Advanced Reactors Information System" (ARIS), del Organismo Internacional de Energía Atómica (IAEA/IAEA), clasifican los reactores nucleares de potencia en diferentes tipos ("type") y modelos (" modelo "), que se muestran en las siguientes tablas:

Clasificación de reactores según PRIS (2018) [8] [9]
Tipos Modelos reactores
Tema musical Nombre completo Operacional Construcción Apagado
BWR Reactor moderado y enfriado por agua ligera en ebullición AA-III BWR-25, ABWR , BWR-1, BWR-2, BWR-3, BWR-4, BWR-5, BWR-72, ESBWR 75 4 40
FBR Reactor reproductor rápido BN -20 / -350 / -600 / -800 / -1200, Liquid Metal FBR, Na-1200, PH-250, prototipo 3 1 8
GCR Reactor moderado por grafito, refrigerado por gas AGR , MAGNOX , UNGG 14 38
HTGR Reactor refrigerado por gas de alta temperatura HTR-PM, prototipo de reactor de lecho de guijarros, reactor de lecho de guijarros 1 4
HWGCR Reactor refrigerado por gas moderado por agua pesada HWGCR: 2 lazos, KS 150, MONTS-D'ARREE, reactor de tubo de presión 4
HWLWR Reactor refrigerado por agua ligera en ebullición, moderado por agua pesada ATR, BLWR HW 250 2
LWGR Reactor moderado por grafito, enfriado por agua ligera AM-1 , AMB-100/-200 , EGP-6 , RBMK-1000/-1500 15 9
PHWR Reactor refrigerado y moderado de agua pesada presurizada CANDU , tipo de tubo de presión horizontal, PHWR-700, PHWR KWU 49 4 8
poder Reactor refrigerado y moderado de agua ligera presurizada 297 47 50
SGHWR Reactor de agua pesada generador de vapor 1
X Otro LMGMR (SGR-Reactor moderado de grafito enfriado por sodio), OCM (Reactor moderado y enfriado orgánicamente) 2
TOTAL 453 57 166
Clasificación de reactores según ARIS [10]
Tipos Modelos reactores
Tema musical Nombre completo Operacional Construcción Proyecto
BWR Reactor moderado y enfriado por agua ligera en ebullición ABWR, ABWR-II, ESBWR, KERENA, RMWR
GCR Reactor moderado de grafito refrigerado por gas VHTR ( IV-Gen )
GFR ( IV-Gen ) Reactor rápido refrigerado por gas
HWR Reactor de agua pesada
iPWR Reactor integral de agua a presión
LFR ( IV-Gen ) Reactor rápido refrigerado por plomo
MSR ( IV-Gen ) Reactor de sales fundidas
poder Reactor refrigerado y moderado de agua ligera presurizada AP1000 , APR-1400, EPR , KLT-40S, VVER
SCWR ( IV-Gen ) Reactor refrigerado por agua supercrítica
SFR ( IV-Gen ) Reactor rápido enfriado por sodio

Reactores de generación I y II

Los denominados reactores "probados" son aquellos cuya estabilidad operativa ha sido verificada para usos civiles comerciales. En la actualidad se conocen varios tipos de reactores nucleares, generalmente clasificados según el tipo de combustible utilizado, el sistema de refrigeración/generación de vapor y el tipo de moderador. Los primeros modelos, comenzando con el CP-1, fueron del tipo gas-grafito, luego se desarrollaron comercialmente en varias versiones, siendo los principales los reactores Magnox ( Óxido de Uranio y Magnesio ) (GEC) y RBMK. Ambos utilizaron (en realidad hay varios reactores RBMK todavía en uso, y algunos Magnox en la versión Advanced Gas Cooled Reactor ) uranio enriquecido como combustible.

La gran ventaja de los modelos a gas es la posibilidad de utilizar fluidos inertes como refrigerante , evitando así los problemas de corrosión inherentes al agua a alta temperatura (que además, al ser irradiada, se descompone parcialmente en componentes, generando hidrógeno peligroso así como oxígeno libre, que además agrava los problemas de corrosión) y en la baja densidad del refrigerante que por tanto no absorbe neutrones de forma significativa. El principal problema, viceversa, radica en el coeficiente de intercambio de calor relativamente bajo del gas y en la imposibilidad de obtener moderación de neutrones a través del propio fluido, lo que requiere el uso de estructuras de grafito caras (e inestables a altas temperaturas). el uso del agua.

Se han consolidado así los modelos ligeros (y moderados) refrigerados por agua , que esencialmente son calderas en las que se sustituye el hogar por todos los elementos combustibles. De estos hay dos modelos, o cadenas de suministro : aquellos en los que la vaporización del agua se produce en contacto con los elementos combustibles, o en todo caso en el mismo recipiente que los contiene, denominados tipo BWR ( Boiling Water Reactor ) - ver también arriba los datos del Borax), que luego envían un vapor más o menos débilmente radiactivo a la turbina, y los que utilizan un circuito intermedio, por el cual un fluido refrigerante (generalmente agua sin gas) entra en contacto con el combustible, se calienta y, sin cambiando de fase, circula en un generador de vapor externo en el que cede calor a otra agua, que esta vez se vaporiza y genera electricidad en el conjunto turbina-alternador. Se denominan PWR ( Reactor de agua a presión ). El vapor que llega a la turbina en condiciones normales de funcionamiento ya no es radiactivo.

Ha habido intentos de utilizar combustibles menos costosos (es decir, uranio no enriquecido, normalmente presente en la naturaleza), y se han propuesto dos modelos de reactores similares, y se han estudiado en parte en colaboración: el CIRENE ( CISE Mist Reactor ), desarrollado originalmente por la empresa italiana de Enel , y el CANDU ( Canadá Deuterio Uranio ) desarrollado por la Comisión Canadiense de Energía Atómica. Estos reactores, para superar la economía de neutrones relativamente débil debido a un bajo contenido de 235 U, utilizan agua pesada como fluido refrigerante y moderador , que tiene una sección transversal muy baja (es decir, probabilidad) de captura de neutrones. La diferencia entre las dos cadenas de suministro radica en el circuito de refrigeración, con agua hirviendo para CIRENE (de ahí el nombre de reactor de niebla), que lo califica como BHWR ( Boiling Heavy Water Reactor ), y con agua a presión para CANDU , que lo califica como PHWR ( Reactor de Agua Pesada a Presión ). La cadena de suministro de CANDU ha tenido su afirmación comercial especialmente en Canadá y en países potencialmente interesados ​​en sus capacidades plutonígenas (India, Argentina) mientras que el proyecto CIRENE fue suspendido antes de su conclusión, debido a la moratoria nuclear italiana, durante la construcción de la planta prototipo. en latino

Entre los reactores de potencia, cabe mencionar los utilizados para tracción. Las necesidades, en este caso, son las de ligereza y excelente contención de la radiación: para ello se utiliza generalmente la cadena de suministro PWR, ya que permite mantener turbinas y generadores en un área segura, ya que el fluido está libre de radiación. En realidad, el circuito primario también se construyó con diferentes fluidos, como en el reactor italiano ROSPO ( Zero Power Experimental Organic Reactor ), construido como prototipo primero para el submarino de propulsión nuclear Marconi nunca construido y posteriormente para el barco de propulsión igualmente nunca construido. La central nuclear Enrico Fermi , en la que se utilizaron productos orgánicos cerosos, similares a los aceites diatérmicos comunes, nuevamente con el objetivo de reducir las dimensiones. A pesar de los muchos proyectos (el barco alemán Otto Hahn, el barco estadounidense Savannah y otros se construyeron, pero sin gran éxito), la propulsión nuclear ahora se usa solo en submarinos militares (y algunos de investigación), grandes portaaviones y rompehielos nucleares rusos . . Recientemente, se ha iniciado la construcción de algunos reactores de potencia instalados en barcos especiales, para suministrar energía a las plataformas de perforación del Ártico para la extracción de petróleo y gas.

Reactores nucleares de gas (GCR)

Son moderados a dióxido de carbono - grafito .

Los GCR, ahora en desuso, pudieron usar uranio natural como combustible, lo que permitió a los países que los habían desarrollado producir uranio enriquecido para fabricar plutonio y armas nucleares, sin tener que depender de las importaciones de otros países. Estados Unidos y la Unión Soviética. La evolución inglesa de este tipo fue el AGR, acrónimo de advanced gas-cooled reactor (reactor avanzado refrigerado por gas) es un tipo de reactor nuclear de segunda generación desarrollado por Gran Bretaña , basado en el diseño Magnox . A diferencia de Magnox , el gas portador de calor se mantiene a una temperatura más alta para aumentar su eficiencia térmica. En consecuencia, se utiliza acero inoxidable como revestimiento del combustible para permitir su resistencia a altas temperaturas, lo que conlleva la necesidad de utilizar como combustible uranio enriquecido , ya no natural, precisamente por el hecho de que el acero tiene una notable capacidad de absorción de neutrones. . .

Reactores nucleares de agua ligera (LWR)

Cadena de suministro de RBMK

Son reactores moderados de agua y grafito .

El moderador es a la vez grafito y agua, que también actúa como portador de calor. Esta característica le da al reactor un peligroso coeficiente de vacío positivo que genera fuertes excursiones de potencia, especialmente a bajas potencias. La cadena de suministro se construyó solo en los países de la ex URSS ; el accidente de Chernóbil involucró un reactor de este tipo.

Cadena de suministro de BWR

Son reactores de agua en ebullición.

En estos reactores, el agua de la vasija cambia de estado y actúa tanto como moderador como portador de calor, pasando de líquido a vapor, con un título medio que sale del núcleo del reactor de alrededor del 15 %. El vapor producido se envía directamente a la turbina para la generación de electricidad, lo que permite una eficiencia termodinámica ligeramente superior en comparación con la cadena de suministro de PWR .

Cadena de suministro de PWR

Son reactores de agua a presión.

En estos reactores, el agua de la vasija se mantiene en estado líquido, aumentando considerablemente su presión. El agua es tanto un moderador como un portador de calor, pero para la generación de electricidad pasa a través de intercambiadores de calor, llamados generadores de vapor . Como por lo tanto hay un intercambiador de calor entre la fuente de calor y la turbina, la eficiencia termodinámica es ligeramente inferior que en la cadena BWR .

Reactores nucleares de agua pesada (HWR)

Cadena de suministro de HBWR

Para los reactores de agua pesada de la clase BWR se advierte el grave problema de la inestabilidad, debido a su coeficiente temperatura-potencia positivo. Actualmente no hay modelos en funcionamiento.

Cadena de suministro de PHWR

Un tipo de reactor PWR moderado de agua pesada de segunda generación.

Principales tipos de reactores de generación III y III+

Los denominados reactores de 3ª generación son versiones mejoradas de los reactores de 2ª generación, de los que incorporan las características básicas. Por tanto, no presentan diferencias conceptuales sustanciales en el funcionamiento ni respecto a los fluidos refrigerantes ni al "combustible" (salvo la posibilidad de alcanzar mayores índices de combustión, aumentando por tanto el factor de carga y teniendo menos plutonio a la salida [11] ) y por lo que tampoco hay mejoras sustanciales en cuanto a los residuos producidos.

Sin embargo, tienen un enfoque diferente a la filosofía de diseño, incluyendo accidentes severos en los accidentes de diseño básicos. Esto ha llevado a la implementación de más salvaguardias de ingeniería (receptores de núcleos, sistemas de refrigeración pasiva, etc.) que deberían hacer que estos nuevos tipos de sistemas puedan evitar la contaminación externa en caso de accidente.

Las principales cadenas de suministro de esta generación son una evolución de los reactores de agua PWR, BWR o CANDU generalizados. Actualmente [12] 4 reactores de generación ABWR tipo III ya están en operación en Japón, 2 EPR están en construcción en Europa (Francia y Finlandia) y dos en China , 3 ABWR están en construcción en Japón y Taiwán y dos propuestos para EE . UU . [13 ] , se ordenaron 4 unidades de la cadena de suministro AP1000 [14] en China, 2 en Corea del Sur y 14 en EE . UU. [13] .

Cadena de suministro de GCR

País Diseño
Estados Unidos
  • Reactor nuclear GT-MHR
Reactor nuclear modular de lecho de guijarros (PBMR)

Cadena de suministro de BWR

País Diseño
Japón / Suecia
Estados Unidos
  • reactor nuclear ESBWR

Cadena de suministro de PWR

País Diseño
Francia / Alemania
Porcelana
Japón
  • reactor nuclear APWR
Corea del Sur
  • Reactor nuclear AP1400
Rusia
Estados Unidos

Cadena de suministro de PHWR

País Diseño
Canadá
  • reactor nuclear ACR
India
  • Reactor nuclear AHWR

Reactores experimentales y a-generacionales

Las teorías y los experimentos sobre tipos particulares de reactores comenzaron en la década de 1940 , utilizando diferentes fluidos refrigerantes y/o utilizando neutrones rápidos en lugar de lentos (o térmicos ), como los de primera y segunda generación. Algunos de estos experimentos han dado como resultado prototipos o aplicaciones militares o incluso prototipos de centrales eléctricas como el Superphénix en Francia (mediados de los setenta , el 30% de los cuales también es de Italia), sin embargo, sin dar los resultados deseados, especialmente desde el punto de vista de seguridad y confiabilidad.

La posibilidad de producir material fisible ha llevado a retomar el proyecto, originalmente destinado a uso militar, de reactores reproductores rápidos o FBR ( Fast Breeder Reactor ). En realidad, producen más combustible fisionable del que utilizan ellos mismos, aprovechando la reacción 238 U + n -> 239 U - e - -> 239 Np - y - -> 239 Pu, que es un material fisionable que puede utilizarse en el reactor. Estos reactores se denominan rápidos porque no tienen moderador (los neutrones emitidos con espectro de energía rápida de la fisión no se ralentizan) - hay interés en aumentar la producción de neutrones tanto como sea posible para aumentar la reacción de fertilización y por lo tanto producir más 239 Pu . Para ello utilizan como medio refrigerante un metal líquido, normalmente sodio , que tiene la ventaja de ser líquido a presión atmosférica hasta más de 800 °C, y por tanto no requiere complejos sistemas de presurización. Aparte de eso, el circuito secundario es similar al de un reactor PWR. Una peculiaridad son los elementos combustibles, que utilizan 235 U en alta concentración (15% y más) o 239 Pu, y son envueltos por otros elementos en 238 U precisamente para producir el nuevo combustible.

Dado el alto costo de producción del material fisible, también se han diseñado sistemas para utilizar el material de manera más eficiente, entre estos recordamos el reactor UHTREX ( Ultra High Temperature Reactor Experiment ), cuyo objetivo era evaluar si el uso de pellets no recubría reducir el envenenamiento del material fisionable, aumentando así el porcentaje de combustible utilizable, fue suficiente para contrarrestar los defectos relacionados con la mayor contaminación del circuito primario.

Entre los primeros reactores diseñados estuvo el italiano PEC ( Fuel Element Test ), cuya construcción en el sitio de Brasimone en los Apeninos toscano-emilianos nunca se terminó, que fue funcional al proyecto franco-italiano-alemán del Phénix, que luego resultó en en la construcción del reactor NERD Superphénix en Creys-Malville.

Reactor de metal líquido de autofertilización rápida (LMFBR)

Una de las posibles evoluciones ya probada parcialmente (hasta ahora con poco éxito práctico) es el uso de neutrones rápidos en lugar de neutrones térmicos . El uso de neutrones rápidos permite que los reactores de uranio se autofertilicen ; sin embargo, el mismo objetivo también se puede lograr con neutrones térmicos utilizando torio en lugar de uranio.

Sin embargo, la investigación ha favorecido en gran medida a los reactores de uranio debido a su abundante producción de plutonio . Para ello, fue necesario estudiar reactores enfriados con sustancias distintas del agua y que no "moderaran" (ralentizaran) los neutrones, en particular los metales líquidos.

Reactor LFR

En este tipo de reactores, el refrigerante en contacto con el núcleo es plomo , líquido para altas temperaturas, en lugar de agua (ligera o pesada) o un gas. Esto le da a esta clase de reactores unas características particulares:

  • Mejor eficiencia termodinámica : gracias a la alta temperatura de ebullición del plomo, el fluido refrigerante puede soportar altas potencias térmicas a altas temperaturas, permaneciendo líquido incluso a presiones muy bajas, es decir, ligeramente superiores a la presión atmosférica. Las altas temperaturas conducen así a una mayor eficiencia en comparación con los reactores de agua, ligeros o pesados.
  • Escudo biológico reducido : la mayor densidad del plomo apantalla parcialmente la radiación, lo que hace necesario un escudo biológico menos grueso, problemático también dado el tamaño considerable de la vasija del reactor. Por otro lado, el metal es generalmente fuertemente activado por el bombardeo de neutrones, con los consiguientes riesgos operativos y problemas de eliminación.
  • Bajo ciertas condiciones, hace que los reactores de uranio se autofertilicen .
Reactor SFR

En estos reactores, el metal utilizado como fluido refrigerante es generalmente sodio líquido : el más famoso de ellos es el reactor francés Superphénix , ahora fuera de servicio debido a problemas técnicos.

Desafortunadamente, el sodio tiene algunas características que hacen que su uso sea peligroso: es inflamable en contacto con el aire y explosivo en contacto con el agua. Estos aspectos hacen que su uso sea problemático en situaciones extremas como un reactor nuclear, pero a pesar de ello algunos reactores de 4ª generación reproducen el uso de este refrigerante y el diseño del Superphenix.

Reactor IFR

El IFR es un reactor nuclear autofertilizante que utiliza refinación electrolítica in situ para reprocesar los desechos. Se construyó un prototipo, pero el proyecto se canceló antes de que pudiera copiarse en otro lugar. El programa comenzó en 1983, pero el Congreso de los Estados Unidos retiró los fondos en 1994, tres años antes de que pudiera completarse el proyecto.

Reactor nuclear de energía amplificada (ADS)

Reactores de IV generación

Frente a experiencias pasadas, no siempre coronadas de éxito, de este tipo de reactores, el estudio teórico de ulteriores evoluciones es la base de las propuestas de un consorcio internacional para la denominada 4ª generación . Esto agrupa 6 posibles futuros reactores, pero sin considerar todos los caminos realmente viables (por ejemplo, el uso de torio en reactores de 3ª generación o reactores subcríticos). Por lo tanto, no es seguro que uno de los reactores de 4ª generación pueda ser la evolución preferible y/o factible a nivel técnico, ambiental y económico.

Notas

  1. ^ Libro de oro de la IUPAC , " reactor nuclear"
  2. ^ Alex P. Meshik, El funcionamiento de un antiguo reactor nuclear . Científico americano. noviembre de 2005.
  3. ^ Oklo: Reactores nucleares naturales - Hoja de datos .
  4. ^ Distrito nuclear de Saluggia (Vercelli) Archivado el 21 de febrero de 2011 en Internet Archive .
  5. ^ Datos del OIEA [1] .
  6. ^ Los reactores operativos en el mundo
  7. ^ ( EN ) http://www.world-nuclear.org/info/reactors.html
  8. ^ OIEA: Reactores de energía nuclear por tipo , en iaea.org .
  9. ^ OIEA , Reactores de energía nuclear en el mundo , 2018 , ISBN 978-92-0-101418-4 . 
  10. ^ OIEA: Reactores de energía nuclear por tipo , en aris.iaea.org .
  11. ^ en cualquier caso, no es de grado de armas debido al alto Burnup
  12. ^ Reactor avanzado de agua en ebullición , en gepower.com .
  13. ^ a b ( EN ) http://www.nrc.gov/reactors/new-reactors/col.html
  14. ^ ( ES ) url = http://www.world-nuclear.org/info/inf08.html

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